Scaling radiative plasmas to ITER

G.F.Matthews*; 朝倉 伸幸; J.Goetz*; Guo, H.*; A.Kallenbach*; B.Lipshultz*; K.McCormick*; M.Stamp*; S.Allen*; U.Samm*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 241-243, p.450 - 455, 1997/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(97)80080-3

ITERのダイバータ設計では、ダイバータ板への熱負荷を低減するため、不純物ガス入射を行いプラズマ周辺部での放射損失を増加することを予定している。しかし、このため主プラズマのZは増加し、現在の大型トカマクでの実験結果は、ITERで予定している値(1.6)を越えている。そこで、各国の中型、大型トカマク(Alcator C・MOD,ASDEX,ASDEX-Upgrade,JET,JT-60U,TEXTOR)で行われた高密度ELMy Hモード中でのZと放射損失率のデータベースを集め、スケーリング則の導出を初めて試みた。この2つのパラメータの関係は、プラズマ表面積、平均密度、不純物電荷の関数として、簡単な比例則として表すことができた。このスケーリングの結果は、不純物輸送コードで計算した値とファクタ2の範囲で一致する。このスケーリングをITERの運転パラメータへ外挿すると、Z~13程度が予想されるが、低密度運転では、Zが増加する問題が生ずる。